《1 前言》

1 前言

医院中子照射器是一种细胞尺度内治疗癌症的新型核技术医疗设施。作为医疗设施不可或缺的重要部分，医院中子照射器 I 型堆 ( IHNI-1）在治疗癌症过程中为患者提供满足要求的中子束流。随着医院中子照射器的临床应用和普及，将其建造在人口稠密的城市中的医院是必然趋势。因此，其安全性显得格外重要。IHNI-1 堆依靠低温、常压水的全自然循环冷却，采用熔点为 2 849 ℃ 的 UO2 陶瓷燃料元件。该反应堆具有约为 0. 5 元的后备反应性，冷却剂温度系数约为 - 0.1 mk/℃，反应堆堆芯密封容器浸在池水中并与池水隔离，有效地限制了放射性的释放，同时提升了反应堆的固有安全性。

采用轻水堆瞬态分析程序 RELAP5/SCDAP/ MOD3. 4[1] ，对 IHNI -1 堆在大反应性引入和池水 丧失事故工况下的瞬态特性进行研究。

《2 反应堆简介及控制体划分》

2 反应堆简介及控制体划分

《2.1 反应堆简介》

2.1 反应堆简介

IHNI-1 堆是一座低温、低压、依靠自然循环冷 却的罐—池式反应堆。IHNI-1 堆芯结构如图 1 所示。堆芯燃料从内到外分为 10 圈，装载 340 根 UO2 燃料棒，燃料包壳材料为 Zr-4 合金，燃料芯体和包壳之间存在氦气气隙[2] 。堆芯产生的热量使堆芯部分的水温升高，密度减小；由于水的密度差产生的驱动压头使堆内的水产生流动，堆芯部分的水经过顶铍和侧铍之间的间隙流出，在筒体上部混合。筒体和堆水池之间存在热交换，使靠近筒壁的水温降低，温度较低的水通过堆芯侧铍和筒体间的间隙，流到筒体底部，再经过底铍和侧铍之间的环形间隙流入堆芯，形成自然循环。

《图1》

图1 IHNI-1 堆芯结构

Fig.1 Structure of IHNI-1 reactor core

《2.2 控制体划分》

2.2 控制体划分

基于 RELAP5/SCDAP/MOD3. 4 程序，对  IHNI-1 堆进行控制划分，如图 2 所示。堆芯划分成两个通道，一个通道包含第一圈燃料元件，另一个通道包含剩余所有燃料元件，分别由控制体 130 和 112 表示。控制体 110~117 代表筒内冷却水，118 代表筒外水池。紧靠 112､118 深色部分是热构件， 分别代表堆内燃料元件和筒壁。控制体 119 和 120 代表环境大气，为筒内外冷却水提供一个稳定的压力边界[2] 。

《图2》

图2 IHNI-1 堆控制体划分图

Fig.2 Volumes schematic diagram of IHNI-1 reactor

《3 计算结果及分析》

3 计算结果及分析

笔者就 IHNI-1 瞬态安全特性，分别对大反应性引入和池水丧失这两种事故工况进行计算分析。

《3.1 大反应性引入事故工况》

3.1 大反应性引入事故工况

在大反应性引入之前，IHNI-1 堆可能处在不 同的初始功率状态，此处就以下两种初始功率进行计算：a. 零功率（0. 01 W）；b. 额定功率（30 kW）。 假定水池初始温度为 25 ℃，在引入反应性之前，让程序以 transnt 运行模式运行至 20 000 s，使整个反应堆处在准稳态工况，然后以 restart 运行模式引入 6 mk 反应性。

就以上两种初始功率分别计算至反应性引入后2 000 s。图 3~图 5 表示引入 6 mk 反应性后，反应 堆功率和总反应性，堆芯进、出口空泡份额，堆芯进、 出口温度随时间的变化曲线。

《图3》

图3 功率和反应性随时间变化曲线

Fig.3 Power and reactivity variation with time

在冷却剂负温度效应作用下总反应性很快下降，并且由于引入反应性较大，两种情况都出现了瞬发功率峰值。初始功率为 30 kW 的事故工况下缓发功率峰值较大，导致燃料棒温度更高，因此在堆芯出口处产生更多的汽泡，如图 4（b）所示。由图 5 分析可知，当引入正反应性后，堆芯入口温度持续增长，这是因为自然循环是一种非能动的循环方式，功率增长时，自然循环冷却能力相对不足，从而引起堆芯筒体内水温度的升高。初始功率为 30 kW 事故工况堆芯出口温度更高，但仍低于该工况下水的饱和温度，堆芯处于过冷沸腾换热方式。

《图4》

图4 空泡份额随时间变化曲线

Fig.4 Void fraction variation with time

《图5》

图5 堆芯出、入口冷却剂温度随时间变化曲线

Fig.5 Core inlet and outlet temperature variation with time

《3.2 池水丧失事故工况》

3.2 池水丧失事故工况

假设发生事故前，反应堆处在初始临界状态，功率为 30 kW。堆池完好的时候，池水容积为 48 m3 。发生地震导致池体开裂，池水外泄使堆芯铝筒体完全裸露，反应堆仍在运行中，堆芯铝筒体保持完好，筒内冷却水依靠筒体和空气自然循环进行冷却。在正式计算事故前同样以 transnt 运行模式运行至 20 000 s。

假定堆池破口直径为 100 mm，破口流量以圆筒壁孔口流[3] 近似估计，破口流量为

式中：A0 为破口面积，m2；μ 为流量系数；h 为堆池水位至破口的高度，m；g 为重力加速度，m/s2 。

图 6～图 8 为发生池水丧失事故后 22 h 内，IHNI-1 堆反应堆功率和反应性、堆芯进口和出口温度、燃料芯体温度随时间的变化。

发生事故后，堆池水泄漏，堆芯密封容器向外传热能力减弱，铝筒内冷却剂温度升高，堆芯入口温度升高，由于冷却剂温度的负反馈效应，功率迅速降低，燃料芯体温度也随之降低。从以上计算结果可以看出发生池水丧失事故后，由于冷却剂温度负反馈效应，反应堆能够稳定在较低功率，确保装置安全。

《图6》

图6 功率和反应性随时间变化曲线

Fig.6 Power and reactivity variation with time

《图7》

图7 堆芯进、出口温度随时间变化曲线

Fig.7 Core inlet and outlet temperature variation with time

《图8》

图8 燃料芯体温度随时间变化曲线

Fig.8 Fuel temperature variation with time

《4 结语》

4 结语

IHNI-1 堆依靠低温、常压水全自然循环冷却，具有 - 0.1 mk/ ℃的冷却剂温度反应性系数，固有安全性很高。在零功率或额定功率运行下意外引入6 mk 正反应性时,依靠其自稳特性,反应堆能稳定在一定功率水平。额定功率运行下发生大反应性引入事故较零功率运行下结果更恶劣，但堆芯出口最高温度为 97. 9 ℃，仍低于当地饱和温度111. 4 ℃，燃料芯体和包壳最高温度远低于其熔化温度。

当发生地震导致池体开裂，池水外泄使堆芯铝筒体完全暴露在空气中时，堆芯依靠非能动自然循环和冷却剂温度负反馈效应，使反应堆功率降低到足够小，依靠空气自然循环带走堆芯产生热量，燃料和堆芯筒体内水温度维持在较低水平，不会出现持续升高的现象。